核反应堆工程_绪论
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案例分析课件1核反应堆工程
案例分析课件1核反应堆工程
背景知识
n 1 纵深防御 n 2 监督管理 n 3 分析方法
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案例分析课件1核反应堆工程
纵深防御
n 定义：
n 采用纵深防御概念是为了对潜在的人员 差错和设备故障加以补偿，此概念的核 心是提供多层保护，包括前后设置多层 防止放射性物质向环境释放的屏障。它 也包括在这些屏障不能完全起作用时为 保护公众和环境免受危害而进一步采取 各项措施。
系统不介入，这些事件可能导致事故。这些事件包括设备失效导致电厂
停堆，非予期的复杂化停堆或电厂功率大的变化。
n 2．
缓解系统：该基石测度为防止事故或减轻可能事故后果而设计
的安全系统功能。通过周期试验和性能测试检查这些设备。
n 3．
屏蔽完整性：反应堆燃料高强度辐射物质和厂外公众及环境之
间有三个重要屏蔽。这些屏蔽是装有燃料芯片的密封燃料棒，重的钢反
以一般地关注； n 使用核电厂行为的客观性测度； n 给公众和核工业双方以及时和合理的电厂行为评价； n 减少核设施非必要的监督管理负担； n 以预先发现和坚定执行的态度对待违反法规行为，强调违反法规
的潜在安全隐患。
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案例分析课件1核反应堆工程
监管方式
n NRC新的核电厂监督程序
n 建立安全运行基石
电反应堆的监督员；
n
Atlanta东南地区（地区IV）总负责四个地区工作。
n
n
北京; 上海; 广东; 成都；西北；东北六个监督
站有长驻每个核电厂的监督员。
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案例分析课件1核反应堆工程
监管方式
n NRC新的核电厂监督程序
n 检查集中于潜在风险大的活动； n 加大对有行为问题的核电厂的监督管理，对行为良好的核电厂予
核反应堆工程概论
2.2、多重屏障（3）
第四重屏障：安全壳 所有反应堆都需安全地包容在安全壳壳体之内，后
者是防止放射性物质向外环境扩散的最后一道屏障。
安全壳大体上一座顶上呈半球形的圆柱形密封建筑。 直径约30－40米，总高约60米。通常由厚1米的预应力 混凝土结构制成，内有厚约38毫米的钢制衬套。整个一 回路即压力容器、稳压器、蒸汽发生器、主泵以及应急 堆芯冷却系统的安全注水箱等全部包容在安全壳之中。
安全的总目标：
在核电厂里建立并维持一套有效的防护措施，以保证工作人员、 居民及环境免遭放射性危害。
辅助目标：
辐射防护目标：确保在正常运行时核电厂及从核电厂释放的放射 性物质引起的辐射照射保持在合理可行尽量低的水平，并且低于规 定的限值，还保证事故引起的辐射照射的程度得到缓解。
技术安全目标：有很大把握预防核电厂事故的发生；对于核电厂 设计中考虑的所有事故，甚至对于哪些发生概率极小的事故都要确 保其放射性后果（如果有的话）是小的；确保哪些会带来严重放射 性后果的严重事故发生的概率非常低。
冗余度：平行而独立地采用两个或两个以上的类似部件 或系统，一旦一个失败也不会影响正常运行。
2.1、纵深设防（1）
内容： 反应堆需要负的瞬时温度系数与空泡份额 运行条件下性能确实稳定的材料，才允许作燃料、冷 却剂及与安全有关的结构物 仪表控制系统必须满足要求，有充分的冗余度 建造与设备安装，按工程实践的最高标准，必须有质 保 部件的设计、安装能够连续或定期检测，允许对它们 进行定期试验
个体的行为：
必须有质疑的探索工作态度、严谨的工作方法以及必要的相互交流。
只有各个层次的人在自己的岗位上尽职尽责，满足核安 全的要求，核安全文化才会得到发展和提高。
4、核安全法规及安全监督
核反应堆物理分析_前言.
• 物理原理——核反应堆物理 • 传热原理——核反应堆热工水力学 • 控制原理——核反应堆控制 • 结构原理——核反应堆结构力学 • 安全原理——核反应堆安全 • ……
其中最核心、最有特色的是反应堆的物理原 理，核反应堆物理是其下各门课程的基础。
核反应堆物理
• 核反应堆物理揭示核反应堆的特有的性质
与核物理的区别
核反应堆
核反应堆就是一个能实现可控自持链式反 应的装置。
其功能是提供能量（核能）和中子。
核能可用于如下领域：
核电厂 核供热 核能海水淡化 舰船核动力 空间核动力（卫星、宇宙飞船） 核能制氢 。。。
中子用途：
放射性同位素生产 材料改性 核孔膜生产 优质单晶硅生产 中子照相 中子治疗癌 科学研究 。。。
第8章讲中子和伽玛的辐射效应，
第9章讲屏蔽，
第10章讲反应堆堆芯传热，
第11章讲反应堆的安全审评和如何取得许可执照。
本课程主要介绍反应堆物理相关内容，注意强 调物理与工程问题的关系，力图使学生对核能 工程中的种种问题有深刻的认识。
这些知识不仅对从事核事业的人有用，对当代 任何一位高素质人士了解国际政治、国家安全 和发展战略都有莫大的好处。
放射性核素的衰变规律
单位时间内发生衰变的放射性核的数目与 该时刻存有的该种放射性核的数目成正 比。
dN
N
dt
称为衰变常数,它与时间无关，
与核素的化学状态、温度、压力等
因素都无关。
dN (t)
N (t)
dt
N (0) N 0 (初 始 条 件 )
N (t) N 0 e t
放射性核的平均寿命
平均寿命是衰变常数的倒数 t1 例如 ＝0.02/s 则 t ＝ 50ｓ
其中最核心、最有特色的是反应堆的物理原 理，核反应堆物理是其下各门课程的基础。
核反应堆物理
• 核反应堆物理揭示核反应堆的特有的性质
与核物理的区别
核反应堆
核反应堆就是一个能实现可控自持链式反 应的装置。
其功能是提供能量（核能）和中子。
核能可用于如下领域：
核电厂 核供热 核能海水淡化 舰船核动力 空间核动力（卫星、宇宙飞船） 核能制氢 。。。
中子用途：
放射性同位素生产 材料改性 核孔膜生产 优质单晶硅生产 中子照相 中子治疗癌 科学研究 。。。
第8章讲中子和伽玛的辐射效应，
第9章讲屏蔽，
第10章讲反应堆堆芯传热，
第11章讲反应堆的安全审评和如何取得许可执照。
本课程主要介绍反应堆物理相关内容，注意强 调物理与工程问题的关系，力图使学生对核能 工程中的种种问题有深刻的认识。
这些知识不仅对从事核事业的人有用，对当代 任何一位高素质人士了解国际政治、国家安全 和发展战略都有莫大的好处。
放射性核素的衰变规律
单位时间内发生衰变的放射性核的数目与 该时刻存有的该种放射性核的数目成正 比。
dN
N
dt
称为衰变常数,它与时间无关，
与核素的化学状态、温度、压力等
因素都无关。
dN (t)
N (t)
dt
N (0) N 0 (初 始 条 件 )
N (t) N 0 e t
放射性核的平均寿命
平均寿命是衰变常数的倒数 t1 例如 ＝0.02/s 则 t ＝ 50ｓ
反应堆工概论整理
第一章反应堆简介1. 反应堆概念核反应堆是利用易裂变物质使之发生可控自持链式裂变反应的一种装置。
2. 反应堆的用途生产堆：专门用于生产易裂变或聚变物质的反应堆实验堆：主要用于实验研究动力堆：用于动力或直接发电的反应堆3. 反应堆种类按慢化剂和冷却剂可分为：轻水堆、重水堆、石墨气冷堆和钠冷快堆等其中，动力堆的类型有压水堆(PWR)、沸水堆(BWR)、重水堆(HWR)、气冷堆(HTGR)、快中子增殖堆(LMFBR、GCFR)第二章核物理基础1. 原子与原子核92种天然元素和12种人工元素；原子核由质子和中子组成（H除外），质子和中子通称为核子，核子数即称质量数2. 原子核的组成及属性(电、质量、尺寸)原子核带正电，半径为121310~10cm--，其中质子带正电，质量为1u，中子不带电，质量为1u3. 同位素及核素的表示符号同位素是指质子数相同而中子数不同的元素，其化学性质相同，在元素周期表中占同一个位置，丰度。
例P有7种同位素，但每一种P均为一种核素。
核素的表示AZX。
4. 原子核的能级状态，激发态原子核内部的能量是量子化的，即非连续，可分为基态和激发态，激发态能级不稳定，易发生跃迁释放能量5. 原子核的稳定性，衰变与衰变规律一般而言，质子数和中子数大致相等时原子核是稳定的，而质子数与中子数差别很大时则原子核不稳定。
衰变：原子核自发地放射出α和β等粒子而发生的转变，常见的有β±衰变、α衰变、γ衰变等。
对单个原子核而言，衰变是不确定的；对大量同类原子核而言，衰变是按指数规律进行的，即0e tN Nλ-=6. Alpha 、Beta 、Gamma 衰变Alpha 衰变是指衰变过程中释放出α粒子（He 核，两个中子和两个质子组成）Beta 衰变是指衰变过程中原子核释放出电子（正/负），内部一质子变为中子Gamma 衰变是原子核从较高的激发态跃迁到较低的激发态或基态，释放出γ射线7. 衰变常数、半衰期、平均寿命一个原子核在某一小段时间间隔内发生衰变的几率即为衰变常数λ，其反应的是原子核本身特性，与外界条件无关。
核反应堆工程概论第7章详解
汽化潜热：
16
2.4 工质的物性
比热： dq=cdT 对于气体有定压比热Cp和定容比热Cv
在可逆过程中： 定压：dq= CpdT 定容：dq= CvdT
17
2.4 工质的物性
18
2.4 工质的物性
19
2.5 热力学第一定律
数学描述：
一般表达式：
微分形式：dQdEsys e2dm2 e1dm1dW
4
2、热力学的基本知识
2.1 热力学 2.2 工质及其状态参数 2.3 平衡状态 2.4 工质的物性 2.5 热力学第一定律 2.6 工质的热力过程 2.7 热力循环 2.8 热力学第二定律
5
2.1 热力学
热力学：研究伴有热效应的自然界中一切物 理及化学工程的能量关系和能量转换的科 学。
几个概念： 热力系或热力系统 环境或外界 界面或边界 热源和冷源
11
5）焓
定义：复合状态参数。 数学描述： h=u+pv H=mh
单位：J，J/kg
12
6）熵
定义：导出参数，不能直接测量，由基本状 态参数推导出来。 数学描述： dS=dQ/T ds=dq/T
单位：J/kg.K
13
2.3 平衡状态
定义：均匀一致 状态参数：p、v、T、u、h、s
工质的状态：固、液、汽 状态方程：（工质物性的描述）
26
3、反应堆热工分析的内容
1）堆芯材料和热物性 （第一节第五小节）
2）反应堆的热源 （第二节）
3）稳态热工分析 （第二节传热分析，第三节水力分析）
4）瞬态热工分析 （第五节）
27
4、堆芯材料和热物性
堆芯结构材料包括：
1）燃料元件用材料：燃料芯块材料、燃料包壳材 料、燃料组件和部件材料、导向管材料；
16
2.4 工质的物性
比热： dq=cdT 对于气体有定压比热Cp和定容比热Cv
在可逆过程中： 定压：dq= CpdT 定容：dq= CvdT
17
2.4 工质的物性
18
2.4 工质的物性
19
2.5 热力学第一定律
数学描述：
一般表达式：
微分形式：dQdEsys e2dm2 e1dm1dW
4
2、热力学的基本知识
2.1 热力学 2.2 工质及其状态参数 2.3 平衡状态 2.4 工质的物性 2.5 热力学第一定律 2.6 工质的热力过程 2.7 热力循环 2.8 热力学第二定律
5
2.1 热力学
热力学：研究伴有热效应的自然界中一切物 理及化学工程的能量关系和能量转换的科 学。
几个概念： 热力系或热力系统 环境或外界 界面或边界 热源和冷源
11
5）焓
定义：复合状态参数。 数学描述： h=u+pv H=mh
单位：J，J/kg
12
6）熵
定义：导出参数，不能直接测量，由基本状 态参数推导出来。 数学描述： dS=dQ/T ds=dq/T
单位：J/kg.K
13
2.3 平衡状态
定义：均匀一致 状态参数：p、v、T、u、h、s
工质的状态：固、液、汽 状态方程：（工质物性的描述）
26
3、反应堆热工分析的内容
1）堆芯材料和热物性 （第一节第五小节）
2）反应堆的热源 （第二节）
3）稳态热工分析 （第二节传热分析，第三节水力分析）
4）瞬态热工分析 （第五节）
27
4、堆芯材料和热物性
堆芯结构材料包括：
1）燃料元件用材料：燃料芯块材料、燃料包壳材 料、燃料组件和部件材料、导向管材料；
第4章 核反应堆热工学 核工程概论课件
⑤燃料元件自屏蔽效应的影响
均匀反应堆只是一种理论假设，由于反应堆 热工、水力、机械、物理等方面的原因，目前动 力堆几乎都是非均匀的。
4.1.3 结构部件和慢化剂的释热
反应堆的结构材料总体上可由两部分组成： 一部分是堆芯内的结构材料，另一部分是堆芯外 围的厚壁构件。
（1）结构部件的释热
①堆芯结构部件的释热，基本上都是由于吸收堆内的
对于均匀裸堆来说，功率分布只取决于中子 通量分布。
影响堆芯功率分布的主要因素
①燃料装载的影响
在早期的压水堆中，大多采用燃料富集度均 一的燃料装载方式。这种装料的优点是装卸料比 较方便，但对于大型核反应堆，这种方法有一个 很大的缺点：堆芯中央区会出现很高的功率峰值， 使堆芯内释热率不均匀性很大，限制了反应堆功 率输出。
i(x)Siexp(ix)
γ射线在x处dx距离上的衰减部分全部转化为热量， 因此，在x处材料吸收γ射线产生的体积释热率为
q v,i(x)d d x i(x)iS iex p (ix)
③如果反应堆中的γ源发射几种不同能级的γ射线， 那么未经碰撞的γ射线所形成的总释热率是各个能 级的γ射线所形成的释热率之和，则
④结构材料、水隙和空泡的影响
反应堆的附加材料会吸收中子，它们会引起 中子通量局部降低。
在热中子堆内，水是慢化剂，因此在有水隙 的地方相应的中子通量比其他地方高。这些水隙 会引起局部热中子峰值。
在反应堆堆芯内最热通道或出口产生气泡会 使中子通量产生畸变。这是由于气泡慢化中子的 能力比水差得多，因此，有气泡的地方热中子通 量就要降低，气泡多时，这一影响比较显著。
(n，γ)反应引起的释热：
q V ,( n ,) ( r ) 1 .6 0 2 1 0 1 3E a ( r ,E ) ( r ,E ) d E
第1章核反应堆设计概论
产生动力的热力循环分析及有关系统设备的设计4215动力反应堆设计法规标准和质量保证国家法律国务院条例国务院各部委部门规章我国核安全法律体系批准与发布我国法律体系结构核安全领域法律法规全国人大常委会批准主席令发布国务院批准国务院发布各部委批准和发布放射性污染防治法民用核安全设备监督管理条例核电厂核事故应急管理条例核材料管制条例核设施安全监督管理条例放射性同位素与射线装置安全和防护条例注册核安全工程师岗位培训丛书核安全相关法律法规中国环境科学出版社2009434415动力反应堆设计法规标准和质量保证中华人民共和国放射性污染防治法2003年6月28日第十届全国人民代表大会常务委员会第三次通过中华人民共和国主席令第6号公布中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例1986年10月29日国务院发布中华人民共和国核材料管制条例1987年6月15日国务院发布核电厂核事故应急管理条例1993年8月4日国务院令第124号发布民用核安全设备监督管理条例2007年7月11日国务院发布放射性同位素与射线装置安全和防护条例2005年9月14日国务院令第449号发布中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之一1993年12月31日国家核安全局发布1993修改中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之二1995年6月14日国家核安全局发布1995修改中华人民共和国核材料管制条例实施细则1990年9月25日国家核安全局能源部国防科工业委发布核电厂核事故应急管理条例实施细则之一1998年5月12日国家核安全局发布城市放射性废物管理办法1987年7月16日国家环境保护局发布中华人民共和国国家标准电离辐射防护与辐射源安全基本标准gb1887120022002年10月8日发布注册核安全工程师职业资格制度暂行规定2004年11月9日人事部国家环境保护总局颁布核安全法律法规体系4515动力反应堆设计法规标准和质量保证压水堆电厂运行及事故工况分类核安全法规和标准中核电厂工况分类的相互对照王继东核安全no4200846国内一些核设计院所中国核动力研究设计院成都一环路南三段
核反应堆压水堆控制绪论课件
06 相关案例分析
案例一：切尔诺贝利核事故分析
事故原因
反应堆设计缺陷、操作失误、安全系统失效等。
事故影响
辐射污染严重，导致数十万人受到不同程度的影 响，包括健康问题、生态灾难等。
事故教训
加强核安全监管，提高反应堆设计和操作水平， 重视应急预案的制定和实施。
案例二：福岛核事故分析
事故原因
地震和海啸导致核反应堆冷却系统失效，进而引发燃料棒熔毁和 放射性物质泄漏。
控制系统
由传感器、控制器、执行器、 被控对象及一些辅助设备组成 。
控制器
根据传感器检测到的参数变化 ，按照一定的控制策略进行计 算，输出控制信号。
被控对象
需要被控制的设备或过程，如 核反应堆、蒸汽发生器等。
控制棒控制系统
控制棒
由吸收中子的材料制成，通过 插入或抽出控制棒来控制反应
堆的功率。
控制棒驱动机构
事故影响
大量放射性物质泄漏，对环境和人类健康造成严重影响，长期影 响仍存在。
事故教训
加强核设施的地震和自然灾害风险评估，提高应急响应能力，加 强核安全文化培育。
案例三：美国尤卡山核废料处理项目介绍
项目背景
美国尤卡山核废料处理项目是全球最大的核废料处理项目之一，旨 在处理数以万吨计的高放射性核废料。
冷却剂流量控制器
根据冷却剂温度控制器的输出信号， 调节冷却剂的流量，以实现冷却剂温 度的精确控制。
加热器
用于加热冷却剂，以补偿反应堆运行 过程中产生的热量损失。
冷却剂泵
用于驱动冷却剂循环流动，将反应堆 产生的热量传递给蒸汽发生器等设备 。
03 核反应堆控制原 理
中子平衡控制
中子产生
01
核反应堆工程概论第4章详解
12
三、裂变产物中毒
13
三、裂变产物中毒
反应堆中135Xe主要来源于裂变产物 135I的衰变，一小部分直接通过裂变产生。 135Xe 一方面强烈吸收中子变成136Xe， 一方面通过β衰变转变成135Cs。设任意 时刻I和Xe的核密度分别为NI和NX，则 可以列出关于它们的微分方程：
dNI/dt = wI∑fΦ－λINI dNX/dt = λINI＋wX∑fΦ－λXNX－NXσXΦ
αT = dρ/dT = dK/dT /K2 ≈ dK/dT /K 反应堆内温度的变化是不均匀的，各种材料温度 变化对反应性的影响也不尽相同，所以温度的变化 要有所指，如燃料温度，慢化剂温度等。对应的温 度系数称为燃料反应性温度系数，慢化剂反应性温 度系数等。
6
2.1、反应性温度系数
反应性温度系数：
4
二、反应性温度效应
2.1、反应性温度系数 2.2、燃料的反应性温度系数 2.3、慢化剂的反应性温度系数
5
2.1、反应性温度系数
反应性温度系数： 反应堆停堆时处于常温状态，即冷态。运行时温
度升高到运行温度。材料温度的改变一般情况下对 反应性有很大的影响。温度变化一个单位(K, ºC)带 来的反应性变化定义为反应性温度系数αT：9慢化剂的反应性温度系数
K fp PL
T
1
T
1 f
f T
1 p
p T
1
T
1 PL
PL T
TM TM () TM ( f ) TM ( p) TM (PL )
10
水铀比
慢化剂温度系数还与单位体积内慢化剂与燃料 的核密度比值有关，在轻水堆中以“水铀比”表示。
11
三、裂变产物中毒
由于裂变和衰变，核反应堆中发生 着大量的物质转换。特别是裂变产生的 裂变产物。一些新产生的物质对中子平 衡有重要的影响。特别是各别裂变产物 具有很大的中子吸收截面，典型的裂变 产物是钐(149Sm)和氙(135Xe)。这种强吸 收裂变产物分为两类：寿命长的称为 “结渣”，寿命短的称为“中毒”。下 面讨论135Xe的中毒效应。
三、裂变产物中毒
13
三、裂变产物中毒
反应堆中135Xe主要来源于裂变产物 135I的衰变，一小部分直接通过裂变产生。 135Xe 一方面强烈吸收中子变成136Xe， 一方面通过β衰变转变成135Cs。设任意 时刻I和Xe的核密度分别为NI和NX，则 可以列出关于它们的微分方程：
dNI/dt = wI∑fΦ－λINI dNX/dt = λINI＋wX∑fΦ－λXNX－NXσXΦ
αT = dρ/dT = dK/dT /K2 ≈ dK/dT /K 反应堆内温度的变化是不均匀的，各种材料温度 变化对反应性的影响也不尽相同，所以温度的变化 要有所指，如燃料温度，慢化剂温度等。对应的温 度系数称为燃料反应性温度系数，慢化剂反应性温 度系数等。
6
2.1、反应性温度系数
反应性温度系数：
4
二、反应性温度效应
2.1、反应性温度系数 2.2、燃料的反应性温度系数 2.3、慢化剂的反应性温度系数
5
2.1、反应性温度系数
反应性温度系数： 反应堆停堆时处于常温状态，即冷态。运行时温
度升高到运行温度。材料温度的改变一般情况下对 反应性有很大的影响。温度变化一个单位(K, ºC)带 来的反应性变化定义为反应性温度系数αT：9慢化剂的反应性温度系数
K fp PL
T
1
T
1 f
f T
1 p
p T
1
T
1 PL
PL T
TM TM () TM ( f ) TM ( p) TM (PL )
10
水铀比
慢化剂温度系数还与单位体积内慢化剂与燃料 的核密度比值有关，在轻水堆中以“水铀比”表示。
11
三、裂变产物中毒
由于裂变和衰变，核反应堆中发生 着大量的物质转换。特别是裂变产生的 裂变产物。一些新产生的物质对中子平 衡有重要的影响。特别是各别裂变产物 具有很大的中子吸收截面，典型的裂变 产物是钐(149Sm)和氙(135Xe)。这种强吸 收裂变产物分为两类：寿命长的称为 “结渣”，寿命短的称为“中毒”。下 面讨论135Xe的中毒效应。
核反应堆压水堆控制绪论课件PPT
核反应
在一定条件下，一个原子核与另 一个原子核发生相互作用，导致 原子核发生变化的过程。
链式反应
在核反应过程中，一个中子在裂 变过程中释放出多个中子，这些 中子又继续引发其他原子核裂变 ，形成持续的裂变链。
压水堆的工作原理
压水堆
利用高压水作为冷却剂和慢化剂的反 应堆。
工作原理
在压水堆中，燃料棒在高温高压下发 生裂变反应，释放出能量，同时产生 中子。中子与下一个燃料棒发生链式 反应，维持反应堆的持续运行。
核反应堆压水堆控制绪论 课件
• 引言 • 核反应堆基本原理 • 压水堆结构与系统 • 核反应堆控制 • 核反应堆安全与监管 • 未来核能发展与挑战
01
引言
核能简介
01
02
03
核能
核能是通过核反应从原子 核释放的能量，具有清洁、 高效、可再生的特点。
核能应用
核能主要用于发电、推进、 研究等领域，具有广泛的 应用前景。
反应堆的启动与停堆
启动
在反应堆启动时，需要引入中子源，使链式反应开始进行。
停堆
当反应堆需要停止运行时，可以引入控制棒或化学抑制剂， 吸收中子，使链式反应停止。
03
压水堆结构与系统
反应堆压力壳
总结词
反应堆压力壳是压水堆的核心部分，它包含了核反应堆的活性区域和控制组件。
详细描述
反应堆压力壳是一个厚重的钢制容器，内部装有核燃料组件和控制组件。它承 受着高温高压的反应堆冷却剂，并保持其密封性，以防止放射性物质泄漏。
控制系统的组成与功能
控制系统组成
核反应堆控制系统由传感器、控制器 和执行机构等组成，用于监测和控制 反应堆的运行状态。
控制系统功能
控制系统的功能包括调节反应堆功率、 控制反应性、稳定反应堆运行等，以 确保核反应堆安全、经济和高效地运 行。
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������ 历史短，能量大，潜在风险大 ������ 能量表现形式神秘，未知和不确定性大 ������ 生命周期长，影响久远
核能是不可或缺的替代能源
经济可持续发展的要求和全球变暖的环境压 力为核能的发展开辟了新的机遇。
核电：当前最理想、最可行的非化石替代能 源。
聚变能：取之不尽，用之不竭的永久清洁能 源。
Sir James Chadwick (1891-1974)
1939年(约里奥－居里夫妇,费米)证 明铀核分裂过程放出2－3个中子， 确定了自持链式反应的可行性。
约里奥－居里夫妇获得了1935年度的 诺贝尔化学奖,(中子,正电子两次失去获 奖机会);
费米,1938年获诺贝尔物理学奖,
用中子代替α粒子对周期表上的元素逐 一攻击直到铀，发现了中子引起的人工 放射性，还观察了到中子慢化现象。
美国1955年建成世界上第一艘核潜艇，苏联 1959年建成核潜艇。苏、美近500艘核潜艇 （700个反应堆）。
美、俄、法拥有核动力航空母舰。为美国远 程攻击的主力。压水堆动力。
师生关系
Ernest Rutherford (1871-1937)
Enrico Fermi (1901-1954)
Albert Einstein (1879-1955)
Sir James Chadwirk (1891-1974)
师生关系
Irè ne Joliot-Curie （1897-1956）
钱三强 （1913-1992）
核反应堆工程
主讲教师： 胡 朝霞 anfanyhuhotmail
环化楼117
教材：
阎昌琪，曹欣荣等编，核反应堆工程，哈尔滨: 哈尔滨工 业大学出版社， 2019
参考书籍：
凌备备，杨延洲主编，核反应堆工程原理， 北京：原子 能出版社， 1982
谢仲生 编著， 核反应堆物理 分析，西安：西安交大出版 社，2019
绪论
什么是核能？ 关于核能
你的联想是什么？
核能——无穷的能源
铀、钍矿 核裂变反应
核聚变反应
氘，锂
40万亿吨 2000多亿吨
核裂变能
如全部利用，能供 使用2400-2800年
核聚变能
所释放的能量比 全世 界 现有能源总量放出 的能量 大 千万倍 。如 实现可控核聚变，能 供 使用上千亿年。
你的联想--福？祸？
马进，王兵树，马永光编著，核能发电原理，北京：中 国电力出版社，2019
方杰主编，辐射防护导论，北京：原子能出版社，1991 朱继洲等编著，核反应堆安全分析，西安：西安交大出
版社，2000
本课程的目的及要求
对与核反应堆有关的知 识及问题作全面的介 绍：
了解核能发展的动向
并掌握核反应堆的有 关知识
核电分布
为什么核能发展存在争议？
������ 化石能源-习以为常
������ 几百年，上百年历史，依赖性强 ������ 对环境影响逐步显现（温水煮青蛙）
������ 可再生能源-历史久远
������ 能量密度小，分散 ������ 受经济性制约
������ 核能-爱憎分明，毁誉参半
核能的最初应用－核武器
1939年二战爆发，美、英、德等国研究原子弹 1942年12月建成世界第一座核反应堆之后美国
建成三座石墨水冷生产堆。生产原子弹所需的钚。 同时用电磁分离法生产高富集铀。 1945年美国制成三颗原子弹。一颗用于试验， 另两颗分别投落在日本的广岛和长崎。1952年 研制氢弹成功。 苏、英、法分别于1949、1952、1960年爆炸原 子弹。后来爆炸了氢弹。
������ 核电站提供17 ％的清洁电能 √ ������ 核安全问题 ×
������ 三哩岛 ������ 切尔诺贝利核电事故
������ 核废料处置 × ������ 核动力与核武器 ？
������ 核潜艇，核动力航母 ������ 日本广岛，长崎原子弹 ������ 伊朗，朝鲜的核设施
探讨核反应堆的发展 趋势
探索我国核能的发展 方向
熟：熟练掌握核反应 堆物理、结构材料、 核热工及核安全的基 本专业知识
新：通过学习和阅读 了解核反应堆的最新 发展
思：对核反应堆的发 展有深入思索
核科学技术范围
裂变堆技术 聚变堆技术
核反应堆工程
裂裂变变堆堆工工程程技技术术 核核反反应应堆堆物物理理
科学发现-核裂变的实现
1896年法国人（H. Bequerrel)发 现(铀)发射性
1903年皮埃尔居里夫妇与他获诺贝尔 物理奖(钋镭),1911居里夫人第二次获 奖(化学奖,放射性射线性质)
1919年英国人(E. Rutherford)实 现人为核反应
(放射性,原子结构的奠基人,剑桥大学卡 文迪什实验室主任,1908年诺贝尔化学 奖)
1942年12月2日在芝加哥大学建成 世界上第一座可控原子核裂变链式 反应堆。
Maria Skłodowska-Curie （1867-1934）
Enrico Fermi (1901-1954)
师生关系
师生关系
Байду номын сангаас
师生关系
Sir J.J. Thomson (1856-1940)
Niels Bohr 1885-1962）
1932年英国人(查德威克)发现中子
1935年获诺贝尔物理学奖,剑桥大学卡 文迪什实验室
1938年德国人(哈恩等)实现核裂变
获得1944年诺贝尔化学奖
贝克勒尔发现 放射性的底片
Henry Becquerel (1852-1908)
Ernest Rutherford (1871-1937)
核核聚聚变变工工程程技技术术
核反应堆热工
核反应堆工程
辐射防护技术
核核反反应应堆堆控控制制技技术术 核核燃燃料料与与工工艺艺技技术术
放射性三废 处理与处置技术
核安全
核核反反应应堆堆结结构构 材材料料与与工工艺艺技技术术
乏乏燃燃料料后后处处理理技技术术
课程内容提纲
绪论 （3学时） 第一章 核反应堆的核物理基础 （8学时） 第二章 核反应堆结构与材料 （5学时） 第三章 核反应堆热工 （5学时 ） 第四章 核反应堆安全 （8学时） 第五章 新型核动力堆技术 （3学时）
核能是不可或缺的替代能源
经济可持续发展的要求和全球变暖的环境压 力为核能的发展开辟了新的机遇。
核电：当前最理想、最可行的非化石替代能 源。
聚变能：取之不尽，用之不竭的永久清洁能 源。
Sir James Chadwick (1891-1974)
1939年(约里奥－居里夫妇,费米)证 明铀核分裂过程放出2－3个中子， 确定了自持链式反应的可行性。
约里奥－居里夫妇获得了1935年度的 诺贝尔化学奖,(中子,正电子两次失去获 奖机会);
费米,1938年获诺贝尔物理学奖,
用中子代替α粒子对周期表上的元素逐 一攻击直到铀，发现了中子引起的人工 放射性，还观察了到中子慢化现象。
美国1955年建成世界上第一艘核潜艇，苏联 1959年建成核潜艇。苏、美近500艘核潜艇 （700个反应堆）。
美、俄、法拥有核动力航空母舰。为美国远 程攻击的主力。压水堆动力。
师生关系
Ernest Rutherford (1871-1937)
Enrico Fermi (1901-1954)
Albert Einstein (1879-1955)
Sir James Chadwirk (1891-1974)
师生关系
Irè ne Joliot-Curie （1897-1956）
钱三强 （1913-1992）
核反应堆工程
主讲教师： 胡 朝霞 anfanyhuhotmail
环化楼117
教材：
阎昌琪，曹欣荣等编，核反应堆工程，哈尔滨: 哈尔滨工 业大学出版社， 2019
参考书籍：
凌备备，杨延洲主编，核反应堆工程原理， 北京：原子 能出版社， 1982
谢仲生 编著， 核反应堆物理 分析，西安：西安交大出版 社，2019
绪论
什么是核能？ 关于核能
你的联想是什么？
核能——无穷的能源
铀、钍矿 核裂变反应
核聚变反应
氘，锂
40万亿吨 2000多亿吨
核裂变能
如全部利用，能供 使用2400-2800年
核聚变能
所释放的能量比 全世 界 现有能源总量放出 的能量 大 千万倍 。如 实现可控核聚变，能 供 使用上千亿年。
你的联想--福？祸？
马进，王兵树，马永光编著，核能发电原理，北京：中 国电力出版社，2019
方杰主编，辐射防护导论，北京：原子能出版社，1991 朱继洲等编著，核反应堆安全分析，西安：西安交大出
版社，2000
本课程的目的及要求
对与核反应堆有关的知 识及问题作全面的介 绍：
了解核能发展的动向
并掌握核反应堆的有 关知识
核电分布
为什么核能发展存在争议？
������ 化石能源-习以为常
������ 几百年，上百年历史，依赖性强 ������ 对环境影响逐步显现（温水煮青蛙）
������ 可再生能源-历史久远
������ 能量密度小，分散 ������ 受经济性制约
������ 核能-爱憎分明，毁誉参半
核能的最初应用－核武器
1939年二战爆发，美、英、德等国研究原子弹 1942年12月建成世界第一座核反应堆之后美国
建成三座石墨水冷生产堆。生产原子弹所需的钚。 同时用电磁分离法生产高富集铀。 1945年美国制成三颗原子弹。一颗用于试验， 另两颗分别投落在日本的广岛和长崎。1952年 研制氢弹成功。 苏、英、法分别于1949、1952、1960年爆炸原 子弹。后来爆炸了氢弹。
������ 核电站提供17 ％的清洁电能 √ ������ 核安全问题 ×
������ 三哩岛 ������ 切尔诺贝利核电事故
������ 核废料处置 × ������ 核动力与核武器 ？
������ 核潜艇，核动力航母 ������ 日本广岛，长崎原子弹 ������ 伊朗，朝鲜的核设施
探讨核反应堆的发展 趋势
探索我国核能的发展 方向
熟：熟练掌握核反应 堆物理、结构材料、 核热工及核安全的基 本专业知识
新：通过学习和阅读 了解核反应堆的最新 发展
思：对核反应堆的发 展有深入思索
核科学技术范围
裂变堆技术 聚变堆技术
核反应堆工程
裂裂变变堆堆工工程程技技术术 核核反反应应堆堆物物理理
科学发现-核裂变的实现
1896年法国人（H. Bequerrel)发 现(铀)发射性
1903年皮埃尔居里夫妇与他获诺贝尔 物理奖(钋镭),1911居里夫人第二次获 奖(化学奖,放射性射线性质)
1919年英国人(E. Rutherford)实 现人为核反应
(放射性,原子结构的奠基人,剑桥大学卡 文迪什实验室主任,1908年诺贝尔化学 奖)
1942年12月2日在芝加哥大学建成 世界上第一座可控原子核裂变链式 反应堆。
Maria Skłodowska-Curie （1867-1934）
Enrico Fermi (1901-1954)
师生关系
师生关系
Байду номын сангаас
师生关系
Sir J.J. Thomson (1856-1940)
Niels Bohr 1885-1962）
1932年英国人(查德威克)发现中子
1935年获诺贝尔物理学奖,剑桥大学卡 文迪什实验室
1938年德国人(哈恩等)实现核裂变
获得1944年诺贝尔化学奖
贝克勒尔发现 放射性的底片
Henry Becquerel (1852-1908)
Ernest Rutherford (1871-1937)
核核聚聚变变工工程程技技术术
核反应堆热工
核反应堆工程
辐射防护技术
核核反反应应堆堆控控制制技技术术 核核燃燃料料与与工工艺艺技技术术
放射性三废 处理与处置技术
核安全
核核反反应应堆堆结结构构 材材料料与与工工艺艺技技术术
乏乏燃燃料料后后处处理理技技术术
课程内容提纲
绪论 （3学时） 第一章 核反应堆的核物理基础 （8学时） 第二章 核反应堆结构与材料 （5学时） 第三章 核反应堆热工 （5学时 ） 第四章 核反应堆安全 （8学时） 第五章 新型核动力堆技术 （3学时）